Файл: Герасимов В.В. Материалы ядерной техники учеб. пособие.pdf

0,25 мм!год при температуре 600—700° и зависит в основном от содержания кислорода в натрии, резко повышаясь при содер­ жании кислорода более 0,005%*. В этом случае на поверхности стали образуются продукты коррозии в виде сложных окислов железа и натрия, которые могут также растворяться в потоке и •осаждаться затем на холодных участках контура. При темпе-

Рис. 8.13. Изменение механических свойств стали Сг— Ni — Mo под облучением.

ратуре более 700° можно применять жаропрочные и жаростой­ кие металлы и их сплавы, например, на основе никеля (60— 75% Ni, 16—20% Сг, до 5% Мо, 1—2,5% Ті, до 10% W). Улуч­ шения коррозионной стойкости жаропрочных сталей можно достигнуть добавкой до 30% А1.

При высокой температуре натрия (более 800°) целесооб­ разнее применять тугоплавкие металлы Та, Mo, Nb, W и их сплавы. Присутствие в жидком металле кислорода и азота снижает коррозионную стойкость тугоплавких металлов.

Коррозионная стойкость аустенитных сталей в эвтектике Па — К ниже, чем в натрии, и понижается с увеличением содер­ жания калия в смеси. В литии скорость коррозии значительна, кроме того, не рекомендуется сочетать с ним стали с высоким •содержанием никеля, так как никель хорошо выщелачивается. На увеличение скорости коррозии в литии существенным обра­ зом влияют примеси, в первую очередь азот и кислород. Хромо­ никелевые стали с литиевым теплоносителем можно применять до 500—600°, при более высокой температуре (700—800°) пред­ почтение следует отдать ферритным нержавеющим сталям (например, 0X13, 1X13, 1Х12М2БФ и др.), не содержащим никель. Изменения температуры вызывают те или иные терми­ ческие напряжения в конструкционном материале, зависящие от скорости изменения температуры. Величина термических на­ пряжений зависит от физических и механических свойств мате­

низкой теплопроводностью термические напряжения могут быть

ческие свойства значительно ухудшаются. Высокотемпературное охрупчивание свойственно не только нержавеющим аустенитным сплавам — сталям, но и сплавам на никелевой основе. На рис. 8.14 приведено изменение механических свойств жаропроч­ ного сплава ХН77ТЮР, облученного при температуре 150— 200° и испытанного при температуре до 800°. При температуре выше 600° идет быстрое падение относительного удлинения и предела прочности. Образование интерметаллических фаз, а также накопление гелия в результате некоторых ядерных реак­ ций способствуют охрупчиванию стали и резкому снижению ее пластичности.

Глава 9

§ 9. 1

Перлитные стали

Состав и структура. При проектировании и строительстве первых энергетических реакторов в качестве основного кон­ струкционного материала использовали аустенитную хромо­ никелевую нержавеющую сталь. Объяснялось это ее высокой коррозионной стойкостью, сводящей к минимуму загрязнение продуктами коррозии воды первого контура. По мере накопле­ ния опыта реакторостроения выяснилось, что в ряде случаев аустенитная хромоникелевая нержавеющая сталь не является оптимальным материалом для изготовления некоторых узлов первого контура. В частности, прочность аустенитной хромони­ келевой нержавеющей стали недостаточна для изготовления из нее корпуса реактора.

Аустенитная хромоникелевая нержавеющая сталь стойкая, вообще говоря, к коррозии, подвержена таким видам разруше­ ния, как коррозионное растрескивание и межкристаллитная коррозия. Никель, которым легируют нержавеющую сталь, всегда содержит примеси кобальта. В связи с этим кобальт можно обнаружить, хотя и в незначительных количествах, в продуктах коррозии нержавеющих аустенитных хромоникеле­ вых сталей, переходящих в воду первого контура. Этих незна­ чительных количеств кобальта оказывается достаточно для серьезного ухудшения радиационной обстановки. Через месяц, после остановки основной вклад в активность оборудования первого контура вносят радиоактивные изотопы кобальта.

Следует также заметить, что стоимость аустенитных хромоникелевых нержавеющих сталей высока, что существенно отра­ жается на стоимости электроэнергии, вырабатываемой на атом­ ных электростанциях. Замена нержавеющих сталей на стали перлитного класса существенно снижает стоимость атомных электростанций. Продукты коррозии перлитных сталей не со­ держат кобальт. Следует также отметить, что большинство перлитных сталей технологичны, освоены промышленностью. В случае применения перлитных сталей в ядерную энергетику может быть перенесен опыт, накопленный обычной энергетикой, в которой перлитные стали нашли широкое применение. Корро­ зионная стойкость перлитных сталей ниже, чем стойкость не­

286 Г л . 9. Материалы ядерны х установок

ржавеющих сталей. В случае применения перлитных сталей в первом контуре атомных энергетических установок необходимо принимать меры к увеличению их стойкости, в частности, с ломощью поддержания соответствующего водного режима, защитных покрытий и т. д.

Для изготовления корпусов реакторов с водным теплоноси­ телем используют углеродистые стали, легированные для повы­ шения механических характеристик Cr, Mo, V, Мп. Стали эти относятся к перлитному классу. Они хорошо прокатываются при толщинах, в зависимости от марки, до 600 мм. При этом меха­ нические свойства получаются одинаковыми как в центре, так л на периферии заготовок. Обычно корпус реактора сваривают из обечаек и днища. Обечайки, днище и крышка изготавливают методом штамповки и ковки.

В процессе сварки корпуса в пришовной зоне может прои­ зойти местная закалка низколегированной стали. Последнее обстоятельство обусловливает появление местных напряжений. Для снятия их приходится термически обрабатывать сваренный корпус. Аналогичное явление может происходить при вварке в

корпус реактора и барабана сепаратора фланцев, трубопрово­ дов и т. д. В местах вварки возникают значительные местные остаточные напряжения. Суммарные — рабочие плюс остаточ­ ные— напряжения могут вызвать разрушение металла в резуль­ тате образования трещин. Особенно это опасно для изделий из высокопрочных сталей типа І6ГНМ, у которых предел теку­ чести близок к пределу прочности. В этом случае напряжения, превышающие предел текучести, вызовут хрупкий излом. Такое явление называют малоцикловой термической усталостью. Низ­ кое качество металла — наличие в стали неметаллических вклю­ чений и т. д. — увеличивает опасность возникновения трещин в зоне сварки.

В реакторе с водным теплоносителем корпус и крышку, изготовленные из перлитной стали, для уменьшения загрязне­ ния воды первого контура продуктами коррозии и предотвра­ щения наводороживания корпуса покрывают нержавеющей сталью. Покрытие это может быть осуществлено методом наплавки. В других случаях в корпус реактора запрессовывают цилиндр., изготовленный из листа, плакированного нержавею­ щей сталью. В последнее время при соблюдении соответствую­ щего водного режима применяют корпуса из перлитной стали без плакировки нержавеющей сталью. Состав ряда сталей пер­ литного класса приведен в табл. 9.1.

Стали, состав которых приведен в табл. 9.1, содержат менее 0,42% С. Согласно диаграмме состояния Fe — С (рис. 9.1) ста­ ли, содержащие менее 0,8% С, являются доэвтектоидными. При снижении температуры ниже линии GS начинается превра-

углерода в у-железе. у-Железо кристаллизуется в гранецентрп­ рованной кубической решетке. Феррит — структурная состав­ ляющая, представляющая собой a-железо, которое в незначи­

зуется в объемноцентрированной кубической решетке. В области GSP структура доэвтектоидной стали состоит из феррита и аустенита. При температуре 723° (горизонталь РК) протекает эвтектоидная реакция:

структура стали будет состоять из феррита и перлита. Такую

нагреве выше температуры Ас3 (см. рис. 9.1) с последующим медленным охлаждением. Перлитные стали обычно применяют в нормализованном состоянии. Нормализация представляет собой разновидность отжига. При нормализации охлаждение производят на воздухе, что обеспечивает несколько более высо­ кую скорость охлаждения, чем при обычном отжиге. При быстром охлаждении от температуры выше критической точки Асг происходит закалка, С увеличением скорости охлаждения